WWW.METODICHKA.X-PDF.RU
БЕСПЛАТНАЯ ЭЛЕКТРОННАЯ БИБЛИОТЕКА - Методические указания, пособия
 


Pages:   || 2 | 3 | 4 | 5 |   ...   | 7 |

«Факультет мониторинга окружающей среды Кафедра ядерной и радиационной безопасности В. П. Миронов В. В. Журавков ОБРАЩЕНИЕ С РАДИАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ Учебно-методическое пособие Минск УДК ...»

-- [ Страница 1 ] --

Министерство образования Республики Беларусь

Учреждение образования

«Международный государственный экологический

университет имени А. Д. Сахарова»

Факультет мониторинга окружающей среды

Кафедра ядерной и радиационной безопасности

В. П. Миронов

В. В. Журавков

ОБРАЩЕНИЕ

С РАДИАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ

Учебно-методическое пособие

Минск

УДК 621.039.72

ББК 35.09

М64

Рекомендовано к изданию НМС МГЭУ им. А. Д. Сахарова (протокол № 9 от 27 мая 2009 г.)

А в то ры:

В. П. Миронов, к.х.н., доцент кафедры ядерной и радиационной безопасности МГЭУ им. А. Д. Сахарова В. В. Журавков, к.б.н., доцент кафедры ядерной и радиационной безопасности МГЭУ им. А. Д. Сахарова

Р е ц е н з е н ты :

М. В. Малько, к.ф.-м.н., в.н.с. ОИЭЯ – Сосны, В. А. Чудаков, к.т.н., профессор МГЭУ им. А. Д. Сахарова Миронов, В. П.

М64 Обращение с радиоактивными отходами : учебно-методическое пособие / В. П. Миронов, В. В. Журавков. – Минск : МГЭУ им. А. Д. Сахарова, 2009. – 172 c.

ISBN 978-985-6931-15-7.

Использование атомной энергии, а также применение радиоактивных изотопов и источников ионизирующих излучений в промышленности, сельском хозяйстве, медицине и научных исследованиях, как и многие другие виды практической деятельности человека, приводит к образованию отходов. В силу того, что радиоактивные компоненты таких отходов представляют опасность для окружающей среды и человека, при их сборе, обработке и удалении должны соблюдаться определенные условия и требования, связанные с обеспечением безопасности.

В пособии изложены концептуальные основы правил безопасного захоронения радиоактивных отходов. Предназначено для специалистов в области радиобиологии, радиоэкологии, экологии, ядерной и радиационной безопасности.

УДК 621.039.72 ББК 35.09 © Международный государственный ISBN 978-985-6931-15-7 экологический университет имени А. Д. Сахарова, 2009

1. Общие положения Использование атомной энергии, а также применение радиоактивных изотопов и источников ионизирующих излучений в промышленности, сельском хозяйстве, медицине и научных исследованиях, как и многие другие виды практической деятельности человека, приводят к образованию отходов. В силу того, что радиоактивные компоненты таких отходов представляют опасность для окружающей среды и человека, при сборе, обработке и удалении таких отходов должны соблюдаться определенные условия и требования, связанные с обеспечением безопасности.

В конечном счете количественные показатели безопасности являются мерой совершенства принимаемой концепции обращения с радиоактивными отходами. Изоляция радиоактивных отходов является конечной стадией любого топливного цикла, включающего функционирование атомных энергетических установок. Поэтому оптимальность решения проблем, связанных с радиоактивными отходами, в значительной мере определяет приемлемость общественностью атомной энергетики. В большинстве развитых стран приемлемым считается радиологический риск, который лишь незначительно превышает уровень естественного облучения, и количественное значение этого превышения определяется компетентными национальными органами с максимальным учетом социально-экономических факторов.

При оценке безопасности системы обращения с отходами широко используется критериальный подход. Три основополагающих общих критерия МКРЗ – целесообразности, оптимальности и радиологических ограничений – дополняются внушительным набором место-специфичных критериев, количественно определяющих адекватность системы обращения с радиоактивными отходами этим общим принципам. В различных странах одни критерии играют исключительную роль, тогда как другие являются дополняющими, чтобы при системном подходе можно было доказать возможность обеспечения безопасности в рамках принимаемых концептуальных решений.

Система должна обладать достаточной эффективностью с учетом характеристик изолируемых отходов для обеспечения непосредственной защиты обслуживающего персонала и населения, а также пролонгированной защиты населения от любого неприемлемого риска в будущем. При этом система не должна предполагать преувеличенных обязательств для будущих поколений. После определенного периода хранения система должна обладать внутренней пассивной безопасностью, а также удовлетворять определенному набору требований экономического, социального, экологического и т. п. характера с точки зрения защиты окружающей среды, сохранения природных ресурсов и культурного достояния, и в особенности защиты генофонда флоры и фауны.

На территории Беларуси радиоактивные отходы образуются в результате применения открытых и закрытых источников ионизирующих излучений в различных отраслях народного хозяйства, при мероприятиях, направленных на смягчение последствий аварии на ЧАЭС, а также при проведении научных исследований. Номенклатура и количество таких отходов может значительно расшириться при принятии решения о строительстве в Беларуси атомной электростанции. Поскольку перечисленные отходы образуются в контролируемых процессах, их свойствами и объемами в определенной мере можно управлять, что облегчает решение задачи обеспечения безопасности при обращении с ними.

Значительные количества отходов различного уровня активности образуются при дезактивации территорий и объектов, загрязненных в результате катастрофы на Чернобыльской АЭС. Поскольку радиоактивное загрязнение территорий и объектов произошло в результате неконтролируемых процессов переноса и выпадения радиоактивных веществ из разрушенного реактора, возможности управления свойствами отходов, образующихся при дезактивации, в большинстве случаев ограничены, а их количество в основном определяется масштабом проведения дезактивационных работ.

Степень сложности и уровень безопасности при обращении с радиоактивными отходами зависит от их состава, свойств и объемов, которые определяют методы обработки и способы захоронения. С учетом этих факторов цели и задачи разрабатываемой концепции состоят в определении существующих и потенциально возможных источников радиоактивных отходов на территории Беларуси, их номенклатуры, а также наиболее приемлемых и эффективных способов их обработки и захоронения. Проблема безопасного обращения с радиоактивными отходами должна решаться с учетом международного опыта, а также экономических и природных условий и особенностей Беларуси. В условиях Беларуси на решение этой проблемы определенное влияние могут оказывать и социально-психологические факторы, связанные с последствиями чернобыльской катастрофы, и эти факторы также должны учитываться при концептуальном решении проблемы обращения с отходами.

Обращение с радиоактивными отходами включает их сбор, сортировку по категориям, обработку с целью перевода в стабильную и компактную форму и последующее хранение либо полную изоляцию путем захоронения. Последняя стадия является наиболее ответственной во всем цикле обращения с радиоактивными отходами, поскольку она должна обеспечивать надежную изоляцию радиоактивных материалов от среды обитания человека на весь период времени, в течение которого они могут представлять опасность (до практически полного распада радионуклидов). Кроме выполнения этого основного требования безопасности, при захоронении радиоактивных отходов должен соблюдаться принцип, по которому ответственность будущих поколений за безопасность нынешних захоронений отходов должна быть сведена к минимуму. Для достижения этих целей на национальном уровне должны быть решены следующие задачи:

разработать и принять соответствующие принципы, критерии и требования безопасности, связанные с обработкой и захоронением радиоактивных отходов;

создать технические условия и средства обеспечения установленных требований безопасности;

создать государственную систему регулирования и контроля требований безопасности.

Разрабатываемая концепцию предполагает решение следующих задач:

определить источники и дать основные характеристики радиоактивных отходов, образующихся на территории Беларуси;

выработать основы классификации радиоактивных отходов в зависимости от их свойств и потенциальной опасности;

сформулировать принципы обеспечения безопасности при захоронении отходов;

обосновать основные рекомендации по способам захоронения отходов различных категорий с учетом природных и социальноэкономических условий Беларуси;

предложить основные организационные и технические принципы обеспечения безопасности при обработке и захоронении радиоактивных отходов.

Для удобства и во избежание неоднозначного трактования отдельных положений используется следующая терминология.

Органы государственного регулирования – государственный орган либо система органов, определенные в законодательном порядке как юридически уполномоченные и ответственные за создание и функционирование системы разрешения (лицензирования), посредством которой осуществляется регулирование процессов размещения, проектирования, строительства, ввода в эксплуатацию, эксплуатации, снятия с эксплуатации и закрытия ядерно- и радиационноопасных объектов (в частности, объектов обращения с радиоактивными отходами) с целью обеспечения их безопасного функционирования, а в случае необходимости осуществляющий контроль за соблюдением установленных требований безопасности.

Радиоактивные отходы – для нормативно-правовых целей радиоактивные отходы определяются как материалы, которые содержат радионуклиды либо загрязнены ими в концентрациях или с активностями выше граничного предела, установленного государственным регулирующим органом и использование которых не предполагается. (Следует отметить, что такое определение является исключительно нормативно-правовым, поскольку материалы с уровнем активности ниже или равным граничному пределу с физической точки зрения остаются радиоактивными, хотя связанный с ними радиологический риск является пренебрежимо малым.) Обращение с радиоактивными отходами – все виды деятельности, как административной, так и эксплуатационной, включая сбор, обработку, кондиционирование, транспортировку, хранение и захоронение радиоактивных отходов.

Дезактивация – удаление либо уменьшение радиоактивного загрязнения физическими либо химическими способами.

Обработка отходов – операции, связанные с изменением характеристик отходов с целью повышения безопасности или улучшения экономических показателей. Обработка проводится с целью:

уменьшения объема;

извлечения радионуклидов из отходов;

изменения состояния (композиции).

В процессе обработки отходы могут быть иммобилизованы в приемлемую форму.

Иммобилизация отходов – перевод отходов в приемлемую форму путем отверждения, включения в твердую матрицу либо капсулу / контейнер. Иммобилизация предназначена для снижения потенциальной возможности миграции либо диспергирования радионуклидов во время транспортировки, хранения либо захоронения отходов.

Хранение (промежуточное) – помещение отходов в специальные хранилища, в которых обеспечивается изоляция, защита окружающей среды и контроль (мониторинг) с целью последующего извлечения для дальнейшей обработки, освобождения от контроля (в случае радиоактивного распада до граничного предела) либо захоронения.

Захоронение отходов – помещение отходов в специально обустроенные места/устройства (приповерхностные либо расположенные в глубоких геологических формациях) без намерения их последующего извлечения.

Приповерхностное захоронение – захоронение отходов в могильниках с инженерными барьерами либо без них, на поверхности земли или ниже, когда суммарный защитный слой грунта составляет несколько метров, либо в пещерах (шахтах), расположенных в нескольких десятках метров под землей. Обычно этот способ захоронения применяется для отходов низкого и среднего уровня активности с небольшими периодами полураспада радионуклидов.

Могильник (хранилище) радиоактивных отходов – сооружение для помещения отходов с целью окончательного захоронения. Извлечение отходов из могильника не предусматривается.

Захоронение в глубокие геологические формации – изоляция отходов с использованием системы инженерных и природных барьеров в геологически стабильной среде/формации на приемлемых глубинах. Обычно рассматривается для захоронения долгоживущих и высокоактивных отходов.

Снятие с эксплуатации – комплекс технических и организационных мероприятий, осуществляемый после истечения проектного срока эксплуатации ядерной установки; мероприятия направлены на обеспечение безопасности персонала, населения и окружающей среды. Конечная их цель – полная очистка площадки для использования без каких-либо ограничений.

Период времени, в течение которого может достигаться эта цель, может составить десятки и даже сотни лет. Снятие с эксплуатации включает постадийный (поэтапный) демонтаж установки, очистку вспомогательного оборудования и всей площадки, обработку образующихся отходов и осуществление послеэксплуатационного контроля.

Низкоактивные отходы – радиоактивные отходы, концентрация или количество радионуклидов в которых выше установленного национальными нормативами уровня, но ниже уровней, требующих использования при обращении с ними средств биологической защиты.

Среднеактивные отходы – радиоактивные отходы, концентрация радионуклидов в которых превышает уровень, установленный для низкоактивных отходов, и которые требуют специальных защитных средств при обращении с ними.

Высокоактивные отходы – радиоактивные отходы с высоким содержанием радионуклидов, требующие дистанционных средств обработки, наличия биологической защиты при обращении, а также отвода радиогенного тепла. К высокоактивным обычно относят отходы от первого экстракционного цикла при переработке отработавшего топлива либо само отработавшее топливо, если его переработка не предусматривается. Практически всегда высокоактивные отходы являются «долгоживущими», т. е.

содержат значительные количества радиоизотопов с большими периодами полураспада.

Международное агентство по атомной энергии регулярно готовит и публикует материалы практически по всем аспектам проблемы обращения с радиоактивными отходами. По своему статусу эти публикации делятся на две основные группы:

серия технических публикаций;

серия изданий по безопасности.

В документах первой группы публикуются в основном материалы технического характера, целью которых является обобщение опыта обращения с радиоактивными отходами. Как правило, эти документы посвящены одной конкретной и достаточно узкой проблеме с целью анализа современного состояния проблемы, опыта ее решения в различных странах, перспектив дальнейшего развития и усовершенствования. Поскольку техника и практика обращения с радиоактивными отходами постоянно развивается, Секретариат МАГАТЭ по мере накопления новых данных проводит пересмотр предыдущих публикаций с целью концентрированного донесения до потребителя (особеннно в развивающихся странах) современного состояния в каждой конкретной области обращения с радиоактивными отходами.

Серия технических публикаций (Technical Reports Series) охватывает следующие группы специальных вопросов обращения с радиоактивными отходами:

обработка высокоактивных и -излучающих отходов;

обработка отходов атомных электростанций;

обработка низко- и среднеактивных отходов;

обращение с газообразными отходами;

обращение с отходами от использования радиоизотопов;

общие вопросы захоронения радиоактивных отходов;

приповерхностное захоронение низко- и среднеактивных отходов;

захоронение отходов в глубокие геологические формации;

сброс и захоронение радиоактивных отходов в морскую среду;

радиологические аспекты обращения с отходами;

миграция и дисперсия радионуклидов;

оценка безопасности установок по обращению с радиоактивными отходами;

снятие ядерных установок с эксплуатации;

обращение с отходами, образующимися при добыче урановых и ториевых руд;

реабилитация окружающей среды.

Помимо основной официальной серии технических документов МАГАТЭ публикует в виде репринтных изданий промежуточные документы серии «TECDOC», целью которых является донесение до потребителя оперативной научно-технической информации, либо полученной в результате проведения координационных программ научных исследований, либо являющейся результатом предварительного анализа экспертами и предназначенной для широкого обсуждения. Материалы, опубликованные в серии «TECDOC», могут носить дискуссионный характер.

В отличие от серии технических публикаций, отражающей техническое состояние различных практических вопросов, серия изданий по безопасности предназначена для выработки общих принципов, критериев и рекомендаций по обеспечению безопасности при обращении с радиоактивными отходами. В принципе, эти публикации охватывают практически весь тот спектр проблем, который перечислен для серии технических публикаций. Несмотря на то, что документы серии изданий по безопасности не являются обязательными для использования всеми странами, содержащиеся в них выводы и рекомендации являются результатом детального анализа принципов, критериев и требований, которые позволяют обеспечить разумный и премлемый уровень обеспечения безопасности при обращении со всеми видами радиоактивных отходов.

По своему статусу документы серии изданий по безопасности делятся на четыре иерархических категории:

Нормы МАГАТЭ по безопасности. Публикации этой категории включают основные нормы безопасности, специальные правила и своды положений МАГАТЭ, утвержденные для публикации Советом управляющих МАГАТЭ;

Руководства МАГАТЭ по безопасности. Публикации этой серии дополняют предыдущую и рекомендуют методики, которыми можно руководствоваться. Решение о публикации «Руководств» принимается Генеральным директором МАГАТЭ;

Рекомендации. Публикации этой категории содержат общие рекомендации по практике безопасности и выпускаются на основании решения Генерального директора МАГАТЭ;

документы информационного и процедурного характера. Публикации этой серии содержат информацию о процедурах, методах и критериях, имеющих отношение к вопросам безопасности.

С 1990 г. категорирование изданий серии безопасности несколько изменено. В настоящее время эти публикации делятся на следующие категории:

основные принципы безопасности;

стандарты безопасности;

практика обеспечения безопасности.

Решение о публикации документов первых двух категорий принимает Совет управляющих МАГАТЭ, двух последующих – Генеральный директор. Характер содержания этих документов определяется отнесением его к одной из перечисленных категорий.

Национальные нормативные документы по вопросам обращения с радиоактивными отходами выпускаются компетентными органами после детального анализа соответствующих рекомендаций МАГАТЭ, которые учитывают мировой опыт в практике обращения с отходами.

2. Оценка характера и объема радиоактивных отходов

2.1. Классификация радиоактивных отходов Способ обращения с радиоактивными отходами, в частности способ их захоронения, в значительной мере определяется уровнем радиоактивности и степенью радиотоксичности присутствующих в отходах радиоизотопов, что определяет необходимость деления отходов на соответствующие категории. Наибольшее распространение получила классификация, основывающаяся на принципах обработки или захоронения отходов с учетом их радионуклидного состава. В соответствии с этой классификацией отходы по своей удельной активности подразделяются на пять категорий: высокоактивные, две категории среднеактивных и две категории низкоактивных отходов.

Помимо указанных общепринятых категорий отходов в Беларуси существует необходимость принятия дополнительной категории отходов.

Такие отходы образуются в процессе проведения дезактивационных и реабилитационных работ, а также в процессе некоторых видов хозяйственной и коммунально-бытовой деятельности на загрязненных в результате аварии на ЧАЭС территориях. Специфика этих отходов и необходимость выделения их в самостоятельную категорию определяются следующими обстоятельствами:

удельная активность этих отходов, как правило, находится вблизи границы между активными и неактивными отходами;

эти отходы обычно не подлежат обработке с целью уменьшения объемов (концентрирования);

их хранение и захоронение производится на территориях с удельными активностями почвенного покрова, близкими к уровням активности самих отходов;

действующие санитарные правила и нормы создавались без учета особенностей таких отходов.

Основные характеристики и источники образования отходов различных категорий приведены в табл. 2.1.1 (шестая категория радиоактивных отходов в Беларуси традиционно называется условно радиоактивными отходами).

Пределы концентрации радионуклидов, позволяющие относить отходы к той или иной категории, устанавливаются соответствующими органами государственного регулирования. В соответствии с мировой практикой к первой категории обычно относят отходы с удельной активностью свыше 40 ГБк/кг. Удельная активность среднеактивных отходов находится в пределах 0,4 МБк/кг – 40 ГБк/кг (вторая и четвертая категории). Отходы с удельной активностью 0,4–0,004 МБк/кг считаются низкоактивными (третья и пятая категории). Наконец, отходы считаются очень низкоактивными (шестая категория), если их удельная активность находится в пределах 0,4– 4,0 кБк/кг для, -активных изотопов и/или 400–900 Бк/кг для -активных изотопов. Содержание -активных изотопов в категориях IV, V должно быть ниже 900 Бк/кг.

–  –  –

2.2. Краткая характеристика радиоактивных отходов Радиоактивные отходы, поступающие в городские пункты захоронения, характеризуются многообразием физического, химического и изотопного состава. Основную массу твердых отходов, поступающих на захоронение, составляют загрязненные радионуклидами пластикатовая, резиновая, хлопчатобумажная спецодежда и обувь, бумага, текстиль, вата, боксы, вытяжные шкафы и оборудование спецканализаций, лабораторная посуда, защитные материалы, строительный мусор, трупы животных, отработавшие источники - и нейтронного излучения.

Данные о количестве радиоактивных отходов, образовывавшихся в некоторых научно-исследовательских центрах СССР, приведены в табл. 2.2.1. Из таблицы видно, что при исследовательских работах крупных научных центров образуется значительное количество различных по составу и активности радиоактивных отходов.

–  –  –

На захоронение поступают и низкоактивные отходы, а также регенерационные растворы, образующиеся на пункте захоронения после очистки обмывочных вод на системе механических и ионообменных фильтров.

Значительную часть жидких отходов, поступающих на предприятие, составляют кубовые остатки и пульпы, получаемые на очистных сооружениях организаций. Характеристика поступающих на захоронение жидких радиоактивных отходов приведена в табл. 2.2.2, 2.2.3.

Как следует из приведенных данных, солевой состав жидких отходов колеблется в значительных пределах. Однако усредненная концентрация солей составляет 50 г/л. Около 80 % солевого остатка приходится на нитрат натрия.

Объемная активность жидких отходов по -излучению находится в пределах от 50 кБк/л до 500 МБк/л и обусловлена присутствием радионуклидов 137Cs, 90Sr + 90Y, 14С, 144Ce, 106Ru и др. Основная доля активности приходится на наиболее токсичные нуклиды 137Cs, 90Sr.

–  –  –

2.3. Источники эксплуатационных радиоактивных отходов АЭС В атомном реакторе любого типа выделение 86,4 ГДж энергии деления ядерного топлива сопровождается образованием 1 г осколков деления.

Свыше 85 % этой энергии аккумулируется в теплоносителе и либо используется в виде тепла, либо с КПД 30–35 % трансформируется в электрическую энергию. При делении 1 г топлива освобождается 6,3 1021 нейтронов, которые расходуются на поддержание цепной реакции деления (около 40 %), на наработку вторичного горючего, например по цепочке:

239U 239Np (240Np) 239Pu (240Pu), U а также в реакциях захвата ядрами конструкционных реакторных материалов с образованием в конечном итоге радиоактивных отходов. Большая часть осколков деления успевает стабилизироваться и распасться в процессе функционирования реактора в мощностном режиме, причем сопровождающие их распад ионизирующие излучения практически полностью задерживаются реакторными материалами. Однако определенная часть достаточно долгоживущих радионуклидов продолжает свое существование в топливе, в теплоносителе или в других реакторных материалах и рано или поздно становится радиоактивными отходами. Массовая доля осколков деления, период полураспада которых превышает 8 сут., составляет при

–  –  –

Te, 129Te J 17 млн лет 1,0 –, При эксплуатации реактора вследствие увеличения объема топлива и по некоторым другим причинам возможна частичная или полная разгерметизация оболочки тепловыделяющего элемента, которая обычно делается из циркониевых сплавов. В результате часть осколков деления может проникнуть в теплоноситель. Процессами, ответственными за это проникновение, являются диффузия радионуклидов в раскаленном топливном сердечнике и поверхностное коррозионное разрушение материала сердечника.

Интенсивность этих процессов является многофакторной функцией природы осколков деления, степени разгерметизации оболочки, температуры и состояния топливного сердечника, состава теплоносителя и т. д.

В эксплуатационных режимах часть радиоактивных примесей извлекается из потока теплоносителя и концентрируется в постоянно действующей системе очистки теплоносителя реакторного контура. Эти концентраты, как и дренажи различных систем пробоотбора, являются радиоактивными отходами.

В двухконтурных водо-водяных АЭС в реакторном контуре циркулирует вода под давлением и в установившихся эксплуатационных режимах ее кипение не происходит. Основной эксплуатационной особенностью таких реакторов является борное регулирование реактивности, при котором в процессе кампании концентрация борной кислоты в теплоносителе реакторного контура плавно изменяется в интервале 2–16 г/кг. Это обстоятельство требует компенсации избыточной кислотности воды путем дозирования гидрооксида калия. Для подавления радиолитического разложения воды с образованием свободного водорода в контурную воду дозируется аммиак в таком количестве, чтобы концентрация генерируемого при его радиолизе водорода в водном растворе находилась на уровне 30–60 мг/кг.

Если в результате этих мер рН контурной воды поддеживается в пределах 5,7-10,2, а концентрация хлоридов не превышает 0,1 мг/кг, скорость коррозии стали в пересчете на железо составляет 0,3–0,6 мг/(м2·ч). На эту скорость и рассчитывается производительность системы спецводоочистки реакторного контура, которая обеспечивает стационарную концентрацию железа в теплоносителе не свыше 200 мкг/кг, а коррозионное растрескивание аустенитных сталей не наблюдается.

В начале кампании радиоактивность воды реакторного контура лимитируется продуктами коррозии конструкционных материалов, активируемых в реакциях захвата нейтронов, и короткоживущими продуктами активации воды и ее неизбежных примесей. Содержание осколков деления топлива незначительно, и общая активность воды не превышает 1 МБк/кг.

По мере выгорания топлива и сопровождающего его увеличения степени разгерметизации тепловыделяющих элементов осколочная активность теплоносителя увеличивается вплоть до устанавливаемого проектом АЭС уровня, требующего остановки АЭС на перегрузку топлива.

Некоторыми проектами АЭС с реактором под давлением предусмотрено функционирование системы спецводоочистки непосредственно в реакторном контуре. Для этой цели используется ионообменный фильтр смешанного действия, заполненный смесью сильнокислотного катионита и сильноосновного анионита. В процессе эксплуатации ионообменная смола переходит в калий-аммоний-боратную форму. Длительность фильтроцикла составляет 30–90 сут., после чего смесь ионитов разделяется восходящим потоком воды и иониты регенерируются раздельно. Растворы после регенерации (2,5–3-кратный объем 5%-ных растворов азотной кислоты и щелочи) и промывные воды являются жидкими радиоактивными отходами.

Через несколько циклов регенерации иониты снижают свои обменные характеристики, поэтому выгружаются посредством гидротранспорта в бак жидких отходов для последующей переработки.

Эффективность удаления радиоцезия в этом процессе очень мала.

Поэтому предусматривается внеконтурная водоочистка (в некоторых проектах являющаяся основной) путем механической фильтрации в насыпных или намывных фильтрах и ионообмена на катионите в Н-форме и анионите в ОН-форме. Эта же система используется для очистки организованных протечек воды реакторного контура и для снижения концентрации борной кислоты в циркулирующей воде. Очищенная вода возвращается в реакторный контур, а побочные продукты регенерации адсорбентов, отработанные ионообменные смолы и фильтроматериалы перерабатываются в качестве радиоактивных отходов.

Очистка неорганизованных протечек из реакторного контура, промывочных вод и отработанных дезактивирующих растворов включает осветление на фильтрах, испарение и доочистку конденсата с последующим возвратом его в водооборот.

В процессе эксплуатации АЭС вода реакторного контура через технологические неплотности теплообменного оборудования просачивается в турбинный контур. Для обеспечения установленного водно-химического режима и уровня радиоактивного загрязнения в турбинном контуре предусматривается продувка паро-генератора с очисткой продувочной воды в регенерируемых ионообменных фильтрах.

Извлеченные из реактора отработавшие тепловыделяющие элементы для снижения радиоактивности хранятся в течение года и более в специальных водоохлаждаемых бассейнах выдержки. В периодически действующей системе очистки воды бассейнов выдержки продукты коррозии и другие радиоактивные примеси улавливаются активированным углем и катионо-анионо-обменными смолами. Очищенная вода возвращается в бассейны выдержки.

Очистка вод спецпрачечных и душевых осложняется присутствием поверхностно-активных веществ, которые удаляются на специальных адсорбентах, в частности на активированном угле. Очищенная вода, как правило, используется в водообороте.

В отдельную группу жидких радиоактивных отходов следует выделить отходы от переработки отработанных тепловыделяющих элементов.

В процессе переработки циркониевые оболочки растворяются во фторсодержащих растворах, а оксидное топливо – в азотной кислоте. В бывшем СССР в основном используется технология переработки топлива без предварительного растворения оболочки. Тепловыделяющие секции без разборки поступают в аппарат-растворитель кольцевого типа периодического действия. После экстракции урана и плутония трибутилфосфатом в углеводородном разбавителе водная фракция упаривается. Отгоняемая при упаривании азотная кислота, содержащая основное количество трития, конденсируется и возвращается в цикл. Выделяющиеся при упаривании летучие радионуклиды (йод-129, криптон-85, углерод-14 и т. п.) улавливаются в щелочных абсорберах или поглощаются активированным углем (иногда фторированными углеводородами).

Осветление растворов производится на металлокерамических фильтрах с намывным слоем. Все эти операции приводят к образованию большого количества среднеактивных отходов, которые также обрабатываются методом испарения. Кубовые остатки направляются на иммобилизацию и временное захоронение.

Свыше 25 % осколков топлива являются газообразными. Поэтому в ходе выгорания топлива повышается давление под оболочкой тепловыделяющих элементов, что может приводить к их разгерметизации и выходу осколочной радиоактивности в теплоноситель. Радиоактивные газы, продукты активации компонентов воздуха (аргон, азот, кислород), а также радиоактивные аэрозоли, образующиеся за счет адсорбции радиоактивных газов и продуктов их распада на пылинках в воздухе, вместе с газовыми сдувками от процессов деаэрации воды подвергаются очистке перед выбросом в атмосферу.

Перед сбросом в вентиляционные трубы поток воздуха пропускается через специальные фильтры, обычно заполняемые активированным углем. В слое адсорбента радиоактивные примеси задерживаются на время, необходимое для распада радионуклидов до допустимого уровня. После отработки адсорбент подлежит переработке в качестве твердых радиоактивных отходов.

Таким образом, подавляющее количество радиоактивных отходов образуется в ядерном топливном цикле и представляет собой различные реакторные материалы, отработавшие твэлы, отходы при получении и переработке ядерного топлива, а также отходы, образующиеся при снятии с эксплуатации ядерных установок.

При эксплуатации современного легководного ядерного реактора мощностью 1 ГВт·эл в течение года образуется 200–500 м3 отходов, причем около 90 % отходов относятся к категории слабоактивных. Объем жидких высокоактивных отходов в результате переработки топлива достигает 15 м3 в год, которые после обработки образуют 2–3 м3 витрифицированных отходов. Для оценки количества отработавшего топлива из наиболее вероятных типов реакторов можно принять величины, приведенные в табл. 2.3.2.

Суммарная активность продуктов деления, содержащихся в 1 т отработавшего топлива легководных реакторов, после трехлетней выдержки достигает 3 · 1016 Бк. В отработавшем топливе содержатся изотопы элементов от цинка до диспрозия, а также исходные и образовавшиеся в ядерных реакциях актиниды. Ориентировочное количество наиболее важных радионуклидов в отработавшем топливе легководных реакторов после трехлетней выдержки приведено в табл. 2.3.3.

–  –  –

Количество природного урана, требуемого ежегодно для работы одного реактора при уровне выгорания 40 МВт·сут./кг, составляет 230 т.

Мощность радиогенного тепловыделения урана в равновесии с продуктами его распада составляет 20 Вт/кг, тогда как при распаде продуктов деления в отработавшем топливе даже после десятилетней выдержки тепловыделение составляет 20 кВт/кг. По предварительным оценкам, во всех странах мира к началу следующего века может накопиться около 200 тыс. т отработавшего топлива. С учетом этого многие страны создают временные хранилища и одновременно разрабатывают более совершенную технологию обращения с отработавшим топливом и методы обеспечения безопасности хранилища до тех пор, пока не станет возможным окончательное безопасное захоронение отработавшего топлива и высокоактивных отходов. Во всех странах, имеющих ядерно-энергетические программы, независимо от стратегии реализации ядерного топливного цикла долговременное хранение рассматривается как важная проблема.

Ориентировочные годовые потоки газообразных, жидких и твердых радиоактивных отходов (без учета декомиссионных отходов) приведены в табл. 2.3.4–2.3.6.

<

–  –  –

2.4. Источники радиоактивных отходов при снятии АЭС с эксплуатации (декомиссия АЭС) Интенсивное развитие атомной энергетики в последние 40–45 лет привело к созданию многих единиц энергетических, исследовательских и демонстрационных ядерных установок. Многие из этих установок использовались кратковременно и при этом оказались загрязненными радиоактивностью. По этой причине они не могут в дальнейшем использоваться для каких-либо других целей без тщательной дезактивации и реабилитации территории и/или установок. Перечень подлежащих декомиссии АЭС к концу столетия возрастет по крайней мере до шестидесяти единиц в мире.

В последующие двадцать лет все существующие ядерные предприятия, что составляет приблизительно 530 реакторов во всем мире, исчерпают свой ресурс. Резонно ожидать, что все установки после 30–40 лет эксплуатации подлежат декомиссии или реставрации в той или иной форме.

Для унификации терминологии и улучшения понимания процессов снятия с эксплуатации МАГАТЭ предлагает разделение процесса на три стадии:

1) контролируемое хранение – предусматривает удаление топлива и теплоносителя, а также консервацию основного оборудования реактора.

Осуществляется наблюдение, контроль и охрана основных сооружений реакторного блока;

2) ограниченное использование площадки – демонтаж вспомогательного оборудования реактора. Консервации и последующему контролю подлежит только корпус реактора. После демонтажа и дезактивации помещений оборудование передается для использования в других целях;

3) неограниченное использование площадки – окончательный демонтаж реактора, очистка и рекультивация всей площадки для использования без радиологического контроля и каких-либо ограничений.

Следует отметить, что деление на такие стадии не нашло практического применения в большинстве стран, поэтому процесс снятия с эксплуатации в настоящее время предлагается подразделять на фазы, смысл и значение которых определяется перечнем и характеристикой проводимых или планируемых работ. Число фаз демонтажа и их содержание определяется как характером установки и площадки в целом, так и структурой национальных систем регулирования.

Решение о прохождении этих стадий (фаз), их графике и удельном весе зависит от множества факторов, включающих национальную ядерную стратегию и политику обращения с отходами, потенциальную радиологическую опасность предприятия, планируемое хозяйственное использование местности, доступность необходимых технологий, необходимость утилизации ценных материалов или повторного использования оборудования, а также социально-политические и экономические обстоятельства, включая соотношение «затраты – польза».

При разработке национальной стратегии использования атомной энергии вопросы декомиссии окончательно остановленных атомных электростанций являются весьма принципиальными. Выполненные расчеты и опыт декомиссии зарубежных АЭС показывают, что стоимость проведения декомиссии и стоимость создания АЭС приблизительно одинаковы, а количество радиоактивных отходов при декомиссии, как правило, превышает сумму отходов, образовавшихся в эксплуатационных режимах. Поэтому оценку порядка и масштаба декомиссии целесообразно проводить одновременно с проектированием АЭС, а хранилища радиоактивных отходов проектировать с учетом последующего снятия АЭС с эксплуатации.

На первой стадии декомиссии после окончательного закрытия ядерного предприятия ядерное топливо, текущие радиоактивные материалы и аккумулированные эксплуатационные отходы удаляются и/или перерабатываются в обычном установленном порядке. (Декомиссия предприятия после аварии, включая тяжелую аварию, является предметом специального рассмотрения и далее не обсуждается.) Загрязненные материалы и оборудование, оставшиеся на предприятии после этих предварительных операций, являются источником радиоактивных отходов от декомиссии предприятия.

С этого времени, когда содержание радиоактивности в ядерном объекте значительно уменьшилось, а пароводяные системы сухие и находятся при обычном давлении и температуре окружающей среды, оставшиеся радиоактивные вещества могут безопасно храниться в течение продолжительного периода времени. В то же время некоторые оставшиеся материалы АЭС содержат значительные количества долгоживущих радионуклидов, которые рано или поздно должны быть обработаны, удалены и захоронены как радиоактивные отходы. Эти отходы будут в конечном счете составлять большую часть общего объема радиоактивных отходов, образующихся в результате использования атомной энергии.

Расписание демонтажных работ играет исключительную роль для обработки отходов, так как оно определяет уровень радиоактивности отходов и необходимость безотлагательного развития соответствующей техники обработки отходов. Несмотря на то, что технические, радиологические и экономические аспекты закрытия ядерных предприятий в течение длительного времени исследуются по программе МАГАТЭ, создание оптимального графика демонтажа является сложным вопросом.

При разработке графика должны учитываться такие факторы, как наличие на площадке еще действующих ядерных предприятий или доступность хранилищ радиоактивных отходов. Наиболее часто предполагаемыми вариантами является немедленный демонтаж и приблизительно тридцатилетняя задержка демонтажа, но рассматривается и столетняя задержка. После этого уровень радиации будет определяться очень долгоживущими радионуклидами (например, ниобием-94 с периодом полураспада 20 тыс. лет), и, следовательно, не будет заметных преимуществ от дальнейшей задержки демонтажа.

Объекты ядерных установок, которые облучены нейтронной радиацией в процессе работы реактора, т. е. «активированные» компоненты, содержат радионуклиды во всем объеме материала и не подлежат дезактивации. Однако большинство радиоактивных компонентов имеют только поверхностное загрязнение, радиоактивность которых обусловлена практически только, -эмиттерами. Основные конструкционные материалы этого типа в легководных реакторах – углеродистая и нержавеющая сталь и бетон. Удельные активности характеризуются диапазоном от очень больших величин для активированных внутри реактора материалов до природного фона. Однако основное количество радионуклидов находится в сравнительно небольшом объеме материала. Это хорошо иллюстрируется данными, приведенными в табл. 2.4.1.

–  –  –

Высокая мощность -дозы от оборудования АЭС значительно осложняет обращение с отходами и транспортные операции. Для активированных сталей мощность дозы вначале лимитируется кобальтом-60. Распад кобальта-60 (период полураспада 5,27 лет) является основной причиной задержки демонтажных работ. Кобальт-60, а также более долгоживущие -эмиттеры, мощность дозы от которых является лимитирующей после распада кобальта-60, происходят от примесных химических элементов, концентрация которых или не приводится в сертификатах материалов или оценивается по верхнему пределу. Обычно в расчетах принимается концентрация кобальта 2000 ррm, но считаются практически достижимыми и существенно меньшие значения. В специальном исследовании показано, что концентрация кобальта может быть уменьшена до 50 ррm при разумных расходах за счет использования в сталепроизводстве подходящего сырья. После распада кобальта-60 за 90– 100 лет активность отходов лимитируется никелем-63 (период полураспада 92 года) и никелем-59 (период полураспада 80 тыс. лет). Их начальная удельная активность в каркасе активной зоны около 100 и 1 МБк/г соответственно.

Активированный бетон в процессе эксплуатации АЭС локализован в армированных бетонных структурах, используемых в качестве биологической защиты большинства типов реакторов. При демонтаже биологической защиты следует уделять внимание отделению активной внутренней части от неактивной внешней части. Необходимо принимать в расчет стальную арматуру, активность которой более высокая, чем бетона в том же положении. Существующие в некоторых конструкциях биологической защиты прокладки или промежутки значительно облегчают отделение активированной части защиты.

Активация бетона в значительной мере определяется примесными элементами, концентрация которых находится на уровне единиц ррm и зависит от происхождения сырья. Область возможных концентраций примесных элементов в материалах для производства бетона для биозащиты должна быть тщательно исследована.

Источниками поверхностного загрязнения оборудования АЭС в эксплуатационных режимах являются активированные нейтронами продукты коррозии конструкционных материалов, а также продукты деления и возможно следы актинидов, освобождаемые из топлива в дефектных сборках. Внутренняя поверхность разных станционных систем загрязнена в различной степени. Уровни загрязнения в значительной мере определяются эксплуатационной историей предприятия. Через год после остановки АЭС основными поверхностными загрязнителями являются кобальт-60 и цезий-137, причем установлено, что радионуклиды кобальта диффундируют в глубину металла до 10 мкм.

Активированные нейтронами материалы не подлежат дезактивации и являются радиоактивными отходами. С другой стороны, материалы, поверхность которых загрязнена радионуклидами, могут быть в большей или меньшей степени дезактивированы и использованы повторно. Методы дезактивации поверхностей, применяемые в декомиссионных целях, могут быть значительно более жесткими, чем обычно используемые при эксплуатации, когда ослабление прочности обрабатываемых объектов недопустимо. Кратность и режимы процессов дезактивации определяются возможностью использования дезактивированных материалов с учетом количества образующихся радиоактивных отходов. Низкий уровень активности, небольшая глубина проникновения радионуклидов в металл и умеренное отношение поверхности к объему являются благоприятными для дезактивации характеристиками.

Различается дезактивация объектов до начала демонтажных операций с целью облегчения их проведения и после завершения демонтажных работ.

При этом уделяется внимание следующим технологическим процессам:

технологиям с использованием химически агрессивных дезактивирующих композиций в виде жидкостей или в гелеобразных формах;

электрохимическим технологиям;

гидромеханическим технологиям (обработка водой под высоким напором и кавитационная эрозия).

Эксперименты на загрязненных образцах нержавеющих сталей из первого контура легководных реакторов показали, что при использовании сильных неорганических кислот, содержащих HCI или HF, достижимы значительные коэффициенты дезактивации. На образцах ферритных сталей показана хорошая эффективность лимонной и винной кислот. Однако достижение требуемых коэффициентов дезактивации для последующего использования материала без каких-либо ограничений сопровождается проведением многократных дезактивационных операций и образованием вследствие этого недопустимо большого количества жидких радиоактивных отходов. Поэтому в дальнейшем основное внимание уделялось электрохимическим методам обработки. Вполне приемлемые результаты были достигнуты при электрохимическом травлении поверхностей в 5%-ном растворе серной кислоты или в 20%-ном растворе сульфата натрия при 60 °С и плотности тока 0,3 А/см3, причем процесс заканчивался за несколько минут. Для дезактивации обычных и нержавеющих сталей хорошие результаты достигались при применении редокс-процесса, заключающегося в обработке поверхностей при 50–80 °С в сернокислом или азотнокислом растворе четырехвалентного церия.

Для дезактивации активированного бетона разработана новая технология, заключающаяся в быстром нагреве поверхности бетона факелом ацетилен-кислородного пламени. При такой обработке проходит параллельный поверхности крекинг на глубине от одного до нескольких миллиметров. Тонкий слой поверхности бетона отваливается или легко удаляется скребком. Таким образом удается снизить загрязнение до 0,4 Бк/см2, что достигается четырех–пятикратной обработкой при ширине факела 250 мм со скоростью около 1 м/мин.

Определенное внимание уделялось плавке активированных стальных конструкций. В частности, было показано, что цезиевые загрязнения почти количественно переходят в шлак, тогда как очистка от радио-кобальта незначительна. При специальных режимах плавки оказалось возможным добиться определенной очистки от кобальта, однако коэффициенты дезактивации оказались небольшими.

Стоимость комплекса декомиссионных работ на легководных АЭС оценивается в 1300–1400 $/кВт-эл и лишь незначительно зависит от продолжительности первой стадии декомиссии. При этом трудозатраты и коллективные дозы принимались одинаковыми для разных продолжительностей преддемонтажной выдержки. Стоимость декомиссионных работ относилась на стоимость отпускаемого кВт·ч (0,6 цента за 1 кВт·ч дополнительно). Продолжительность работ по декомиссии АЭС мощность 1000–1200 МВт·эл без учета преддемонтажной выдержки оценивается в 20–25 лет.

2.5. Радиоактивные отходы чернобыльского происхождения Авария на Чернобыльской АЭС привела к радиоактивному загрязнению части территории республики, жилых домов и промышленных предприятий, детских учреждений и школ, учреждений здравоохранения и т. п. Основная часть радиоактивного загрязнения чернобыльского происхождения на территории Беларуси представлена радиоактивными изотопами цезия, стронция, церия, рутения и трансурановых элементов. Во времени формы первичных выпадений подвержены процессам интенсивной деструкции с увеличением подвижности радиоизотопов и появлением необходимых условий для их распространения и вторичного загрязнения территории.



Pages:   || 2 | 3 | 4 | 5 |   ...   | 7 |

Похожие работы:

«ЛИСТ СОГЛАСОВАНИЯ от 05.06.2015 Рег. номер: 1039-1 (18.05.2015) Дисциплина: криптографические методы защиты информации Учебный план: 10.03.01 Информационная безопасность/4 года ОДО Вид УМК: Электронное издание Инициатор: Ниссенбаум Ольга Владимировна Автор: Ниссенбаум Ольга Владимировна Кафедра: Кафедра информационной безопасности УМК: Институт математики и компьютерных наук Дата заседания 30.03.2015 УМК: Протокол №6 заседания УМК: Дата Дата Результат Согласующие ФИО Комментарии получения...»

«СОДЕРЖАНИЕ 1. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ 1.1. Назначение и область применения основной профессиональной образовательной программы высшего образования (далее ОПОП ВО), реализуемая в Воронежском институте высоких технологий – АНОО ВО (ВИВТ) по специальности 20.05.01 Пожарная безопасность 1.2. Нормативные документы для разработки ОПОП ВО 1.3. Общая характеристика ОПОП ВО по специальности 20.05.01 Пожарная безопасность 1.3.1 Цель (миссия) ОПОП подготовки специалиста. 7 1.3.2 Срок, трудоемкость освоения ОПОП...»

«МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования «ТЮМЕНСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ» Институт математики и компьютерных наук Кафедра информационной безопасности Ниссенбаум Ольга Владимировна КРИПТОГРАФИЧЕСКИЕ МЕТОДЫ ЗАЩИТЫ ИИНФОРМАЦИИ Учебно-методический комплекс. Рабочая программа для студентов специальности 10.05.01 Компьютерная безопасность, специализация «Безопасность...»

«Список полнотекстовых учебно-методических изданий преподавателей академии Работа с электронными ресурсами в читальном зале электронных ресурсов. Копирование электронныхизданий на электронные носители в НТБ академии по разрешению автора. Кафедра автоматики и управления 1. Мехатроника. Роботы и робототехнические системы. сост. Маслова Е.А. 2009год 2. Программное обеспечение мехатронных систем. сост. Филиппов С.И. 2010 год 3. Метрология, стандартизация и сертификация. сост. Зайко И.В. 2011год 4....»

«МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙФЕДЕРАЦИИ Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение Высшего профессионального образования «ТЮМЕНСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ» Финансово-экономический институт Кафедра экономической безопасности, учета, анализа и аудита Шилова Л.Ф., Растамханова Л.Н., Быстрова А.Н. Научно-исследовательская работа Учебно-методический комплекс. Рабочая программа для магистров по направлению подготовки 38.04.01 «Экономика» магистерской программы:...»

«ЛИСТ СОГЛАСОВАНИЯ от 23.06.201 Рег. номер: 3436-1 (22.06.2015) Дисциплина: Управление информационной безопаностью Учебный план: 10.03.01 Информационная безопасность/4 года ОДО Вид УМК: Электронное издание Инициатор: Тюкова Александра Александровна Автор: Тюкова Александра Александровна Кафедра: Кафедра информационной безопасности УМК: Институт математики и компьютерных наук Дата заседания 30.03.2015 УМК: Протокол № заседания УМК: Дата Дата Результат Согласующие ФИО Комментарии получения...»

«МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РФ _ПЕНЗЕНСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ ИДЕНТИФИКАЦИЯ ОПАСНЫХ ПРОИЗВОДСТВЕННЫХ ОБЪЕКТОВ Методические указания к практическим занятиям по курсу «Управление техносферной безопасностью» ПЕНЗА 2014 УДК 65.012.8:338.45(075.9) ББК68.9:65.30я75 Б Приведена методика и пример идентификации опасного производственного объекта с определением его категории, класса и типа. Рассмотрены вопросы определения страховой суммы, страховых тарифов, в зависимости от вида и класса...»

«МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования «Национальный минерально-сырьевой университет «Горный» ПРОГРАММА вступительного испытания при поступлении в магистратуру по направлению подготовки 20.04.01 ТЕХНОСФЕРНАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ по магистерской программе «Экологический менеджмент в горном производстве» Санкт-Петербург Программа вступительного испытания в магистратуру по направления...»

«В. В. АБРАМОВ БЕЗОПАСНОСТЬ ЖИЗНЕДЕЯТЕЛЬНОСТИ Учебное пособие для вузов Санкт-Петербург В. В. АБРАМОВ БЕЗОПАСНОСТЬ ЖИЗНЕДЕЯТЕЛЬНОСТИ Допущено Учебно-методическим объединением по направлениям педагогического образования в качестве учебного пособия для вузов Издание второе – исправленное и дополненное Санкт-Петербург Рецензенты: Русак О.Н., Заслуженный деятель науки и техники РФ, президент Международной академии наук по экологии и безопасности жизнедеятельности, доктор технических наук, профессор;...»

«ФЕДЕРАЛЬНОЕ ГОСУДАРСТВЕННОЕ БЮДЖЕТНОЕ ОБРАЗОВАТЕЛЬНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ ВЫСШЕГО ПРОФЕССИОНАЛЬНОГО ОБРАЗОВАНИЯ РОССИЙСКАЯ АКАДЕМИЯ НАРОДНОГО ХОЗЯЙСТВА И ГОСУДАРСТВЕННОЙ СЛУЖБЫ ПРИ ПРЕЗИДЕНТЕ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ЛИПЕЦКИЙ ФИЛИАЛ КАФЕДРА ЭКОНОМИКИ И ФИНАНСОВ Маркина Н.А. Методическое пособие по выполнению, оформлению и защите курсовых работ по дисциплине «Бухгалтерский учет» для студентов всех форм обучения специальности 38.05.01 «Экономическая безопасность» Воронеж – 2015 ББК 65.052я73 М 25...»

«МИНОБРНАУКИ РОССИИ Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования «РОССИЙСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ ТУРИЗМА И СЕРВИСА» (ФГБОУ ВПО « РГУТиС») Факультет сервиса Кафедра инженерных систем УТВЕРЖДАЮ Проректор по учебной работе д.э.н., профессор Новикова Н.Г. РАБОЧАЯ ПРОГРАММА Дисциплина Методы и приборы контроля окружающей среды и экологический мониторинг для специальности 280202 Инженерная защита окружающей среды Москва, 2010 г....»

«1. ЦЕЛИ ПРОИЗВОДСТВЕННОЙ ЭКСПЛУАТАЦИОННОЙ ПРАКТИКИ Цель – изучение организационной структуры служб по применению электрической энергии в с.-х. производстве;– изучение передового опыта эксплуатации и обслуживания электроустановок;– сдача экзамена по технике безопасности на квалификационную группу не ниже третьей;– приобретение навыков руководящей и организаторской работы;– изучение наиболее эффективных технологий с.-х. производства на промышленной основе и опыта передовой организации...»

«МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования «ТЮМЕНСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ» Институт химии Кафедра органической и экологической химии Шигабаева Гульнара Нурчаллаевна ЭКОЛОГИЧЕСКАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ Учебно-методический комплекс. Рабочая программа для студентов очной формы обучения по направлению 04.03.01. «Химия» программа прикладного бакалавриата, профиля подготовки: «Химия...»

«Методические указания по освоению дисциплины Приложение 2 к рабочей программе дисциплины «Электротехника и электроника» для студентов направления...»

«ГАОУ ВПО «Дагестанский государственный институт народного хозяйства» Кафедра «Информационные технологии и информационная безопасность» «Утверждаю» Ректор, д.э.н., профессор _Бучаев Я.Г. 21 мая 2015 г МЕТОДИЧЕСКИЕ РЕКОМЕНДАЦИИ ПО НАПИСАНИЮ, ОФОРМЛЕНИЮ И ЗАЩИТЕ КУРСОВЫХ ПРОЕКТОВ для студентов направления подготовки 38.03.05 (080500) «Бизнес-информатика», профиль «Электронный бизнес» Махачкала 2015 г. Составители: Галяев Владимир Сергеевич, кандидат физикоматематических наук, доцент, доцент...»

«Александр Андреевич Молдовян Михаил Александрович Вус Владимир Сергеевич Гусев Дмитрий Валерьевич Долгирев Информатика: введение в информационную безопасность Серия «Учебники и учебные пособия (Юридический Центр Пресс)» Текст предоставлен правообладателем http://www.litres.ru/pages/biblio_book/?art=11197745 Информатика: Введение в информационную безопасность / Под общ. ред. М. А. Вуса, предисл. Р. М. Юсупова и А. В. Федотова: Издательство Р. Асланова «Юридический центр Пресс»; Санкт-Петербург;...»

«ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО ОБРАЗОВАНИЮ ФЕДЕРАЛЬНОЕ ГОСУДАРСТВЕННОЕ ОБРАЗОВАТЕЛЬНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ ВЫСШЕГО ПРОФЕССИОНАЛЬНОГО ОБРАЗОВАНИЯ «РОССИЙСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ ТУРИЗМА И СЕРВИСА» ФГОУВПО «РГУТиС» Факультет Технический Кафедра «Безопасность труда и инженерная экология» УТВЕРЖДАЮ Проректор по учебной работе, д.э.н., профессор _Новикова Н.Г.. МЕТОДИЧЕСКИЕ УКАЗАНИЯ ПО ПРОВЕДЕНИЮ ПРАКТИЧЕСКИХ ЗАНЯТИЙ Дисциплина «Экологическая экспертиза и ОВОС» Специальность 280202 «Инженерная защита...»

«Дина Алексеевна Погонышева Виктор Викторович Ерохин Илья Геннадьевич Степченко Безопасность информационных систем. Учебное пособие Текст предоставлен правообладателем http://www.litres.ru/pages/biblio_book/?art=9328673 Безопасность информационных систем [Электронный ресурс] : учеб. пособие / В.В. Ерохин, Д.А. Погонышева, И.Г. Степченко. – 2-е изд., стер: Флинта; Москва; 2015 ISBN 978-5-9765-1904-6 Аннотация В пособии излагаются основные тенденции развития организационного обеспечения...»

«МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования «Кемеровский государственный университет» Новокузнецкий институт (филиал) Факультет информационных технологий Кафедра экологии и техносферной безопасности Рабочая программа дисциплины Б1.Б.3История Направление подготовки 20.03.01 «Техносферная безопасность» Направленность (профиль) подготовки Безопасность технологических процессов и...»

«ЛИСТ СОГЛАСОВАНИЯ от 09.06.2015 Рег. номер: 1941-1 (07.06.2015) Дисциплина: Безопасность жизнедеятельности Учебный план: 38.03.04 Государственное и муниципальное управление/4 года ОДО Вид УМК: Электронное издание Инициатор: Малярчук Наталья Николаевна Автор: Малярчук Наталья Николаевна Кафедра: Кафедра медико-биологических дисциплин и безопасности жизнедеяте УМК: Институт государства и права Дата заседания 29.04.2015 УМК: Протокол №9 заседания УМК: Дата Дата Результат Согласующие ФИО...»







 
2016 www.metodichka.x-pdf.ru - «Бесплатная электронная библиотека - Методички, методические указания, пособия»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.